文章快速检索    
  核技术  2018, Vol. 41 Issue (7): 070401   DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.070401
0

引用本文 [复制中英文]

孟宪芳, 殷荫, 张龙, 曹可, 马慧玲, 王士军, 秦培中. 基于133Ba估算碘盒中131I探测效率方法研究[J]. 核技术, 2018, 41(7): 070401. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.070401.
[复制中文]
MENG Xianfang, YIN Yin, ZHANG Long, CAO Ke, MA Huiling, WANG Shijun, QIN Peizhong. Study on estimation method of 131I detecting efficiency in iodine cartridge based on 133Ba source[J]. Nuclear Techniques, 2018, 41(7): 070401. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2018.hjs.41.070401.
[复制英文]

基金项目

国家重大科学仪器设备开发专项(No.2011YQ060094)资助

第一作者

孟宪芳, 男, 1972年出生, 2009年于广西大学获硕士研究生学位, 核技术应用专业

文章历史

收稿日期: 2018-03-23
修回日期: 2018-04-19
基于133Ba估算碘盒中131I探测效率方法研究
孟宪芳, 殷荫, 张龙, 曹可, 马慧玲, 王士军, 秦培中     
北京市射线应用研究中心 辐射新材料北京市重点实验室 北京 100015
摘要: 基于133Ba与131I具有能量特性相近的γ射线、半衰期较长的特点,探索一种133Ba代替131I通过实验估算碘盒中131I探测效率的简易方法。依据某碘检测仪取样和探测装置进行了实验和探测效率估算,同时在近似实验条件下利用超级蒙特卡罗核模拟软件系统(Super Monte Carlo Program for Nuclear and Radiation Simulation,SuperMC)程序进行了模拟计算,计算的探测效率对于蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)模拟结果与实验估算结果在6.0%以内相符,说明这种简易实验方法可以用来估算碘盒中131I探测效率。
关键词: 131I取样盒    探测效率    133Ba点源    SuperMC程序    
Study on estimation method of 131I detecting efficiency in iodine cartridge based on 133Ba source
MENG Xianfang , YIN Yin , ZHANG Long , CAO Ke , MA Huiling , WANG Shijun , QIN Peizhong     
Beijing Research Center for Radiation Applications, Beijing Radiation Materials Key Laboratory, Beijing 100015, China
Received date: 2018-03-23; revised date: 2018-04-19
Supported by National Major Scientific Instruments and Equipment Development Special (No.2011YQ060094)
First author: MENG Xianfang, male, born in 1972, graduated from Guangxi University with a master's degree in 2009, major in nuclear technology applications.
Abstract: Background: Environment gaseous radioactive iodine monitoring is important for nuclear power plant safety. 131I detection efficiency is an important parameter for environment gaseous radioactive 131I monitoring equipment. Purpose: The aim is to explore an easy and simple approach which can estimate 131I detecting efficiency in iodine sampling cartridge based on 133Ba source. 133Ba has γ rays of similar energy characteristics as 131I and has long half-life. Methods: According to some iodine detector sampling and detecting device, some work have been carried out including experiments and detection efficiency estimation and simulated calculation with SuperMC program under conditions similar to experiment. Results: Detection efficiency experimental estimation results consistent with Monte Carlo (MC) simulation results within 6.0%. Conclusion: The study suggests that the simple experimental method can be used to estimate the iodine sampling cartridge 131I detection efficiency.
Key Words: 131I sampling cartridge    Detecting efficiency    133Ba point source    SuperMC program    

碘的放射性同位素有125I、129I、131I,环境中气载放射性碘的监测主要针对来源于核设施释放的131I。在正常环境条件下,131I是一种气态核素,吸入后主要趋向于甲状腺照射,尤其对儿童更为灵敏,是核设施气态流出物监测的重点项目。环境中131I的监测有两种方法[1-4]:一是采用监测仪进行实时监测;二是用空气采样器采样后对采样滤纸作能谱测量。实时监测仪采用由滤网、浸渍活性炭滤纸或活性炭盒组成的131I采集器与采样泵连接,气流通过采集器时131I被采集,探测器安装在贴近采集器的位置,对131I作γ实时监测。根据式(1)计算131I的体积活度,最后判断是否超过核设施烟囱流出物排放限值[5]

$ C = \frac{N}{{2.22 \times {{10}^{12}}\varepsilon \eta V}} $ (1)

式中:N为样品上131I引起的γ计数率,count·min-1ε为探测器对样品上131I的探测效率;η为取样器过滤效率;V为抽滤的空气量,L。

由式(1)可知,探测器对碘盒中131I的探测效率是影响监测准确度的关键因素。原则上,确定碘盒取样131I的探测效率需专门制作131I标准源来刻度,但131I半衰期短(T1/2=8.04 d),且易挥发,不易用作长期标准源,并且制作此源比较困难,因而探索一种简易估算131I γ总探测效率的方法很有意义。通常的方法是采用与131I能量相近的核素和与碘盒同样几何状态的参考源进行刻度,本文用133Ba点源来代替131I标准源,通过实验得到探测器对环形碘盒活性炭中不同距离计数率规律函数,计算探测器对碘盒中131I环状面源的探测效率,并且利用SuperMC程序模拟计算对实验结果进行了验证。

1 原理 1.1 133Ba代替131I

某种型号放射性碘连续监测仪131I取样活性碳盒和探测装置结构如图 1所示。探测器对γ的探测效率除了与探测器自身的结构、γ放射源的结构有关以外,还与γ光子的能量有关。NaI(T1)闪烁体探测器在γ光子能量大于0.2 MeV时,全能峰效率ε与γ能量Eγ的关系[6]可由式(2)近似表示:

$ \ln \varepsilon \left( {{E_{\rm{ \mathsf{ γ} }}}} \right) = {a_1}\ln \left( {{E_{\rm{ \mathsf{ γ} }}}} \right) + {a_2} $ (2)
图 1 131I连续监测仪取样和探测装置 Figure 1 sampling and detecting assembly of 131I continuous monitor

式中:a1a2是由测量条件决定的待定系。

133Ba和131I二者的主要γ射线能量非常接近,二者的衰变特性[7]表 1所示。

表 1 133Ba和131I衰变特性 Table 1 Decay characteristics of 133Ba and 131I

将364 keV和356 keV分别代入式(2)中,In(Eγ)相差约0.37%[8],可用133Ba代替131I标准源刻度NaI(TI)闪烁体探测器对131I取样盒的探测效率。

1.2 估算方法

某型号131I连续监测仪取样活性炭盒如图 1所示。为减小外界环境γ及样品中β粒子辐射影响,取样盒用有机玻璃制成,安装在铅屏蔽室内。将适量浸渍活性炭装入取样盒中,用抽气泵抽气,环境大气中的131I被活性炭吸附。监测仪正常工作时,取样碘盒中131I核素在活性炭样品中的活度分布随深度服从e-ax分布[9](其中a131I核素为分布系数,cm-1x为活性炭表面深度,cm),样品最上层131I比活度最高。为方便计算,假设131I全部被吸附到活性炭上表面,即通过取样得到一个由无数小点源组成的环状面源,如图 2所示。这样,可以用133Ba点源替代131I,通过实验和计算相结合的方法得到探测器对取样器中131I环状面源的总探测效率。

图 2 NaI(TI)探测器纵向剖面图(a)和取样探测装置横向截面图(b) Figure 2 Longitudinal profile of the NaI(TI) detector (a) and cross sectional view of the sampling and detecting assembly (b)

经验表明,点源到探测器侧面距离相同时,沿轴向z方向位置不同的点位探测效率不同,即在图 2(a)中1、2、3点位到探测器中心轴距离r相同,中间位置2处的探测效率最高;z轴方向位置相同,到探测器中心轴距离r不同的2、4、5点位,2处的探测效率最高。如果将最终取样看作一环状面源,当面源与探测器的z轴方向位置确定时,这个方向上的位置影响就可以消除,影响探测效率的主要因素是源到探测器的径向距离r。这样,可以利用133Ba点源实验得到探测器计数率与探测距离之间的拟合关系式N(r),然后由式(3)进行点到面的积分,得到探测器对取样盒中环状源的总计数率N,然后由式(4)得到对取样盒中环状源的总探测效率ε

$ N = \int_{{r_1}}^{{r_2}} {2{\rm{ \mathsf{ π} }}} r \cdot N\left( r \right){\rm{d}}r $ (3)
$ \varepsilon = \frac{N}{{{\rm{ \mathsf{ π} }}\left( {r_2^2 - r_1^2} \right)Ak}} $ (4)

式中:N(r)为探测器对距离r处点源的计数率;ε为探测器对环状面源的探测效率;r1为环状面源内径(4.3 cm);r2为环状面源外径(7.3 cm);A为实验用133Ba点源实验时活度;k133Ba能量356 keV的γ分支比(61.9%)。

2 实验

测试点状133Ba放射源在模拟取样活性炭盒中到探测器中心不同距离时的γ计数率。

2.1 实验条件

为了使实验与应用条件更接近,模拟取样活性炭盒材质、厚度与连续监测仪实际应用的相同,取样盒顶盖可以拆卸,便于设置和测量放射源位置,测试中在取样盒外加10 cm厚铅板进行屏蔽。133Ba点源实验时的实际活度值为6.80×104 Bq,活性区直径ϕ1 mm,封装在ϕ10 mm×1 mm的圆柱形有机材料基体中。γ探测器为NaI(Tl),晶体大小ϕ75 mm× 75mm圆柱体,约0.75 mm厚不锈钢外壳,探测器晶体中心到炭床内表面距离为4.3 cm,到炭床外表面距离为7.3 cm。活性炭盒内装粒径20~30目椰壳活性炭,环状碳床径向r厚度3 cm,轴向z厚度4 cm,如图 3所示。实验环境温度25~28℃,相对湿度65%~70%,抽气泵空气流速85~90 L·min-1

图 3 实验取样盒纵向剖面图(a)和133Ba点源(b) Figure 3 Longitudinal profile of the sampling cartridge (a) and 133Ba point source (b) for experiment
2.2 实验方法

在上述装置和环境条件下装好活性炭,用抽气泵抽空气2 h,确保活性炭保持在实验时的致密度。调整探测器,使活性炭上表面处于探测器晶体z向中心位置,用铅板将取样盒屏蔽。先测试装置内γ本底计数率,再将133Ba放射源置入取样盒活性炭中相应位置测试γ计数率,计数均在对应133Ba能量356 keV γ射线的277~357计数道阈,在该道阈133Ba γ谱峰如图 4所示。使点源基体竖直插入活性炭中,活性区对准探测器且恰好没入活性炭上表面,在到探测器轴心距离r分别为4.8 cm、5.3 cm、5.8cm、6.3 cm、6.8 cm点处测试356 keV γ射线计数率。在每个点位读取10~15个计数,每个计数测量5 min,统计误差在2.0%以内。本底测量计数率较低,每个计数时间延长到30 min,统计误差在5.0%以内。

图 4 133Ba放射源356 keV γ谱峰 Figure 4 Spectrum peak of 356 keV γ rays of 133Ba source
2.3 实验结果

通过上述方法得到取样盒本底计数率为11 s-1133Ba点源在不同距离356 keV γ射线计数率见表 2

表 2 探测器对133Ba 356 keV γ射线计数率 Table 2 The detector counting rates for 356 keV γ rays of 133Ba source

根据表 2数据得到探测器计数率Nr的拟合关系式:N(r)=85455e-r/162+1939,最后由式(3)、(4)得到探测器对133Ba环状面源的探测效率为10.62%,与刘明健等[10]用空心圆柱体131I取样盒实验得到的131I探测效率测试结果(9.74%)相近。

3 模拟计算 3.1 SuperMC程序

超级蒙特卡罗核模拟软件系统(Super Monte Carlo Program for Nuclear and Radiation Simulation, SuperMC)是中国科学院核能安全技术研究所FDS团队开发的一款粒子输运计算软件,可实现几何与物理过程全过程自动建模,计算中子、光子和中子-光子耦合输运问题,还可以用于计算核材料临界(包括次临界及超临界)的本征值和有效增殖因子等问题。具有物理建模简单快捷、计算结果可视化等优点[11]

3.2 计算模型

参考碘连续监测仪取样和探测装置实体结构,计算模型主体包括:NaI探测器、取样活性炭盒、活性炭、碳盒支架、铅室、不锈钢外壳等。NaI晶体侧面包有2.25 mm MgO和0.75 mm不锈钢外壳,NaI晶体底部是2 mm的光导薄片和4.5 mm的玻璃片。模型包括61个曲面,33个栅元,模型结构如图 5所示,材料卡信息见表 3

图 5 取样探测装置计算模型纵向(a)和横向(b)剖面图 Figure 5 Longitudinal profile (a) and cross sectional view (b) of the sampling and detecting assembly
表 3 模拟计算材料卡信息 Table 3 Material card information for simulated calculation
3.3 计算结果

γ射线通过光电效应、康普顿散射效应和电子对效应等与NaI晶体发生作用,并将能量沉积在NaI晶体中,沉积能量的多少表征记录γ射线的多少,通过晶体获得γ射线的能量与发射γ射线的总能量的比值即为晶体对γ射线的探测效率。模拟计算采用F8脉冲计数卡,记录133Ba能量356 keV的γ射线在NaI中沉积的能量,最终得到探测器对取样盒的总探测效率为10.02%,比实验结果偏小6.0%,这是由模拟计算建模与实验装置的差异性和统计涨落造成的。

4 结语

在某131I监测仪近似的取样和探测装置中,利用133Ba点源代替131I进行了γ计数率测试,通过点面积分计算得到探测器对环状面源探测效率,并与相同条件SuperMC程序的模拟计算结果进行了比对。结果表明:探测效率实验结果与MC模拟结果相差6.0%,与他人通过相似实验装置得到的131I探测效率研究结果相近,这种估算碘盒中131I探测效率的实验方法简单可行。

参考文献
[1]
国家技术监督局. GB/T13162-1991: 环境中气载放射性碘监测设备[S]. 北京: 中国标准出版社, 1992.
State Bureau of Technical Supervision. GB/T13162-1991: In the environment of airborne radioactive iodine monitoring equipment[S]. Beijing: China Standard Press, 1992.
[2]
国家环境保护局, 国家技术监督局. GB/T14584-1993: 空气中碘-131的取样与测定[S]. 北京: 中国标准出版社, 1994.
State Environmental Protection Bureau, State Bureau of Technical Supervision Sampling. GB/T14584-1993: Sampling and measurement of iodine-131 in air[S]. Beijing: China Standard Press, 1994.
[3]
国家质量监督检验检疫总局. GB/T7165. 1-2005: 气态排出流(放射性)活度连续监测设备第1部分: 一般要求[S]. 北京: 中国标准出版社, 2005.
State Administration of Quality Supervision and Inspection and Quarantine. GB/T7165. 1-2005: Gaseous effluents (radioactive) equipment Part I: general requirements for continuous monitoring activity[S]. Beijing: China Standard Press, 2005.
[4]
国家质量监督检验检疫总局. GB/T7165. 4-2008: 气态排出流(放射性)活度连续监测设备第4部分: 放射性碘监测仪的特殊要求[S]. 北京: 中国标准出版社, 2008.
State Administration of Quality Supervision and Inspection and Quarantine. GB/T7165. 4-2008: Gaseous effluents (radioactive) equipment Part Ⅳ: particular requirements for continuous monitoring of activity of radioactive iodine monitors[S]. Beijing: China Standard Press, 2008.
[5]
国家环境保护局. GB11217-1989: 核设施流出物监测的一般规定[S]. 北京: 中国标准出版社, 1989.
State Environmental Protection Bureau. GB11217-1989: The regulations for monitoring effluents at nuclear facilities[S]. Beijing: China Standard Press, 1989.
[6]
吴治华. 原子核物理实验方法[M]. 北京: 原子能出版社, 1997.
WU Zhihua. Nuclear physics experiment method[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1997.
[7]
杜鸿善, 李俊兰, 颜素娟, 等. 模拟131I标准源的研制[J]. 同位素, 1996, 9(4): 129-135.
DU Hongshan, LI Junlan, YAN Sujuan, et al. Development of simulated 131I standard source[J]. Journal of Isotopes, 1996, 9(4): 129-135.
[8]
宋培峰, 凌球, 郭兰英, 等. 基于133Ba标准源刻度131I取样滤盒γ总探测效率的方法研究[J]. 核电子学与探测技术, 2006, 26(1): 115-117.
SONG Peifeng, LING Qiu, GUO Lanying, et al. Calibrating the γ detecting efficiency of 131I charcoal cartridge sampler based on 133Ba standard source[J]. Nuclear Electronics & Detection Technology, 2006, 26(1): 115-117.
[9]
哈继录, 张超, 甘霖, 等. 空气中131I的取样和测量方法的研究[J]. 辐射防护, 1992, 12(4): 260-265.
HA Jilu, ZHANG Chao, GAN Lin, et al. Study on method of sampling and measurement of 131I in the air[J]. Radiation Protection, 1992, 12(4): 260-265.
[10]
刘明健, 郭庆元, 张燕, 等. 空心圆柱体131I取样滤盒γ探测效率刻度法[J]. 核电子学与探测技术, 2001, 21(1): 56-58.
LIU Mingjian, GUO Qingyuan, ZHANG Yan, et al. The method of γ detecting efficiency for hollow cylinder used in 131I sampling[J]. Nuclear Electronics & Detection Technology, 2001, 21(1): 56-58.
[11]
丁雄, 孙新利, 李振, 等. 不同材料中子反射与屏蔽效应研究[J]. 核技术, 2017, 40(3): 030201.
DING Xiong, SUN Xinli, LI Zhen, et al. Simulation of neutron reflecting and shielding property of various materials[J]. Nuclear Techniques, 2017, 40(3): 030201. DOI:10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.030201